Rapport nucléaire chauffage urbain

Table des matières

Introduction 3

I. Principe 3

Fonctionnement d’un réacteur nucléaire 3

Taux de pertes thermiques dans une centrale 5

Fonctionnement et intérêts du chauffage nucléaire 6

II. Etat de l’art 7

Exemple de projet de cogénération avec une centrale existante 7

Avantages des SMR 11

Exemple de projet de cogénération avec un petit réacteur 12

Projets actuels de cogénération 13

III. Etude de cas de cogénération 13

III.1 Etude de Cas en France 13

Introduction 13

Choix de la ville à chauffer 14

Exemple de Nogent-sur-Seine et de Paris 15

Conclusion sur le cas français 17

III.2 Etude de cas en Russie : construction et mise en service d’un SMR 17

Choix de la ville à chauffer 17

Situation énergétique en Russie 18

Besoins énergétiques de la ville de Iakoutsk 19

Coût de l’installation 19

4. Limites 20

Difficultés techniques 20

Opinion publique 21

Conditions de mise en place 22

Conclusion 23

Bibliographie 24

Introduction

Le nucléaire est un secteur de production d’électricité qui fournit 75% de la puissance électrique française. Il possède des atouts comme une densité énergétique supérieure aux autres moyens de production énergétique, des réserves de combustibles abondantes, une faible part du coût du combustible, une faible émission de CO2, une faible occupation des sols ou encore des réserves d’uranium bien réparties sur terre. Il possède néanmoins certaines limites comme la gestion des déchets nucléaires radioactifs et le démantèlement des centrales, la nécessité d’un haut degré de sûreté et de sécurité des installations, l’acceptabilité sociétale, la gravité des accidents ou encore la non-prolifération des armes nucléaires.

I. Principe

Fonctionnement d’un réacteur nucléaire

Les générateurs nucléaires actuels sont appelés réacteurs à eau pressurisée (ou REP) et ce sont des réacteurs dit de troisième génération. On peut les représenter avec le schéma suivant :

Figure 1 : Schéma de fonctionnement d’une centrale nucléaire

Le combustible principal des centrales nucléaires est l’uranium naturel, et essentiellement son isotope uranium 235. On utilise le combustible sous forme d’uranium naturel (contenant principalement de l’uranium 238) enrichi entre 3 à 5% d’uranium 235. On utilise la fission nucléaire des barres d’uranium dans le coeur du réacteur comme réaction qui émet de la chaleur et qui permet de chauffer des circuits de la centrale. Cette chaleur est transportée par un caloporteur dans le circuit primaire radioactif. Ce caloporteur est de l’eau (ou de l’eau lourde) portée ainsi à 330° sous une pression de 150 bars. Le circuit primaire radioactif permet de chauffer un circuit d’eau dit secondaire. L’eau du circuit secondaire, liquide, se transforme ainsi avec l’apport énergétique en vapeur d’eau. Cette vapeur d’eau va ensuite alimenter une turbine qui fournit de l’énergie mécanique à un alternateur. L’alternateur convertit ainsi l’énergie mécanique en énergie électrique, l’énergie que l’on souhaite créée dans la centrale. Pour fermer la boucle du système, un circuit tertiaire d’eau approvisionné par une source froide comme un fleuve refroidit la vapeur d’eau en sortie de la turbine pour la retransformer en eau liquide. L’eau du circuit tertiaire se réchauffe donc pour former de la vapeur d’eau qui est évacuée par la tour de la centrale.

Figure 2 : Schéma d’une réaction nucléaire en chaîne

Le principe de la réaction nucléaire qui se produit au sein du coeur du réacteur est simple. Un neutron percute un noyau d’uranium 235 qui va fissionner en produits de fission et libérer trois neutrons. Le neutron nouvellement formé va pouvoir percuter à son tour un nouvel atome d’uranium 235. On crée ainsi une réaction en chaîne qui est exothermique, autrement dit qui dégage beaucoup de chaleur. Pour éviter un emballement de la réaction, il faut stabiliser le système avec des absorbeurs de neutrons qui vont absorber les neutrons formés par la fission de l’uranium. En effet, pour une fission nucléaire on forme trois neutrons, or il ne faut qu’un seul neutron fils réactif pour que la réaction soit stable. Les absorbeurs de neutrons comme l’acide borique vont donc absorber les deux neutrons supplémentaires de la réaction et ainsi stabiliser le milieu.

Les neutrons qui s’échappent lors de la fission possèdent une vitesse de 20000 km par seconde et une énergie de 2 MeV. On les appelle les neutrons rapides. Cette énergie élevée limite la probabilité qu'ils interagissent avec la matière fissile et conduisent à une réaction en chaîne. On cherche donc à ralentir les neutrons rapides afin de les thermaliser pour qu’ils deviennent des neutrons thermiques. Ils sont ainsi en équilibre avec la matière dans laquelle ils diffusent et possèdent une énergie inférieure à l’eV. Cela permet une réaction en chaîne efficace et donc un meilleur rendement du réacteur pour l’uranium 235 dont la probabilité de fission par neutrons thermiques est élevée. Pour ralentir les neutrons, on utilise un modérateur (qui peut-être de l’eau ou du graphite). Le modérateur fait perdre l’énergie des neutrons par chocs successifs, il les diffuse sans les absorber et il minimise les captures sans fission dans le combustible.

Aujourd’hui, plusieurs raisons poussent l’industrie nucléaire à souhaiter développer de nouveaux types de réacteurs. Ces réacteurs du futur sont un nouvel enjeu majeur pour le nucléaire qui voit la société être de plus en plus méfiante à l’égard du secteur. Ils doivent permettre de présenter une sûreté encore plus accrue, d’assurer la disponibilité des ressources sur le long terme, de garantir un impact sur l’environnement minimal, de maîtriser les risques de prolifération des matières fissiles tout en restant compétitifs sur le plan économique. Le nucléaire du futur s’investit aussi au niveau de la gestion des combustibles et des déchets. Trois options ont été retenues dans ce cadre là : valoriser les ressources en uranium, réduire la radiotoxicité à long terme des déchets, dénaturer et détruire les matières potentiellement détournables à des fins autres que la production d’énergie. On voit donc que le recyclage dans le cycle du combustible apparaît comme un élément indispensable dans le développement du nucléaire du futur.

Ces nouveaux réacteurs sont donc de nouvelles technologies à développer et sont appelés réacteurs de génération 4 (en logique avec les ERP qui sont des réacteurs de génération 3).

Avec la technologie actuelle, les réacteurs à neutrons thermiques utilisent principalement de l’uranium 235, qui est le seul isotope fissile de l’uranium naturel. Cependant, l’uranium naturel contient essentiellement l’isotope 238 qui est moins fissile. Ils utilisent ainsi très mal le potentiel énergétique de cette matière première. Il faut donc enrichir cette Uranium naturel en isotope 235 à hauteur de 3-5%.

Les réacteurs de quatrième génération à neutrons rapides permettent ainsi d'élargir le spectre d'utilisation des combustibles potentiels : uranium naturel, uranium appauvri, uranium de retraitement, plutonium, mais aussi actinides mineurs pourront fissionner dans le coeur du réacteur pour produire de l'électricité.

On peut sortir six réacteurs de génération 4 du lot. Ils semblent être les réacteurs choisis pour être développés par les grandes puissances nucléaires et les réacteurs les plus performants d’un point de vue technologiques. Il faut entre douze et vingt années de développement et environ un milliard d’euros avant de sortir un prototype qui pourra réaliser une démonstration technologique. Les six technologies sont :

le Sodium Fast Reactor

le Lead Fast Reactor

le Gas Fast Reactor

le Very High Temperature Reactor

le Supercritical Water-cooled Reactor

le Molten Salt Reactor

Ces réacteurs sont en cours de développement et ils seront pour certains d’entre eux les réacteurs du futur de notre parc nucléaire français.

Taux